Внутрикотловых процессов

Уровень существующих в исследовательской и инженерной практике методов и средств определения прочности и ресурса атомных реакторов объясняется в первую очередь большим значением конструкций первого контура внутрикорпусных устройств, систем трубопроводов и теплообменников с радиоактивным теплоносителем и в особенности повышенной радиационной активностью тепловыделяющей зоны. Повышенные номинальные напряжения, сложность конструктивных форм, наличие зон умеренной и высокой конструктивной и технологической концентраций напряжений, большие температурные напряжения при программных и аварий-

го происхождения наблюдались в местах вварки патрубков [20]. Авария американского реактора SL-1 в эксплуатации произошла в связи с быстрым наращиванием мощности при пуске реактора, вызвавшим существенное повышение давления в корпусе [21], Это привело к срезу отводящих и подводящих патрубков, пластической деформации корпуса, характеризуемой увеличением диаметра на 30—100 мм. Циклическое нагружение элементов реакторов механическими, тепловыми и гидродинамическими усилиями может вызвать образование трещин в антикоррозионных наплавках [21], узлах крепления внутрикорпусных устройств (ВКУ) [9]. Стоимость программ восстановительных работ после таких крупных аварий, как авария на АЭС "Три-майл-Айленд" (США, 1979 г.), оценивается примерно в 1 млрд долларов, а время выполнения таких работ достигает не менее 5 лет [19]. Обобщение данных о повреждениях несущих элементов атомных энергетических установок показывает [22], что около 40% обнаруженных трещин связано с циклическими повреждениями, около 30% -с коррозионно-механическими, около 17% — с начальной технологической дефектностью. Это свидетельствует о большом числе причин и источников возникновения повреждений, связанных со значительной сложностью как самих конструкций реакторов и технологических процессов при их изготовлении, так и условий эксплуатации.

были поставлены и осуществлены систематические исследования номинальных и местных напряжений на моделях из оптически активных (фотоупругость) и низкомодульных полимерных материалов [2, 5, 7-10]. Это моделирование выполнялось как для отдельных элементов и зон реакторов (зона патрубков, фланцевая часть, крышка, трубы системы аварийной защиты, элементы внутрикорпусных устройств, разъемных соединений), так и для корпусов реакторов в целом (в масштабе до 1:10). Картины полос интерференции в различных сечениях моделей корпусов реакторов позволяют получить распределение напряжений при действии усилий затяга и внутреннего давления в местах изменения толщин стенок, у отверстий в крышке и в зонах опирания корпуса. Тензометри-ческая модель (рис. .2.3) -из полимерного материала при большом числе (до 800) установленных на ней тензорезисторов позволяет определить

Натурные и модельные тензометрические исследования трубопроводов, внутрикорпусных устройств ВВЭР [10, 13, 16] показали наличие высокочастотных вибрационных напряжений преимущественно с небольшими амплитудами, действующих на фоне низкочастотных напряжений с большими амплитудами от основных нагрузок. Эти вибрационные (в том числе резонансные) напряжения обусловлены гидро- и аэродинамическими усилиями от потоков теплоносителя, механическими колебаниями и сейсмическими усилиями, характеризующимися большими коэффициентами асимметрии цикла и суммарным числом циклов (108-1012). Применительно к такому характеру двухчастогного длительного нагружения в последние годы осуществлен ряд исследований, позволяющий дать оценку снижения малоциклового ресурса конструкций за счет наложения вибрационных напряжений [16,21].

При пусконаладке и освоении мощности важным этапом работ становится многоточечная тензометрия и термометрия (до 500 тензорезисторов и 250 термопар), измерения параметров акустической эмиссии, вибраций трубопроводов, насосов, внутрикорпусных устройств пульсаций давления.

Определение действительного напряженного состояния ВВЭР в условиях холодной и горячей обкатки, а также при эксплуатации в настоящее время выполняется экспериментально, главным образом методами электрического тензометрирования. Эти методы исследования разработаны с большой полнотой и допускают осуществление измерений в весьма сложных условиях эксперимента. Тензометрирование наружных поверхностей конструкций представляет собой сравнительно простую задачу. Измерение же деформаций и температур на внутренних поверхностях (корпусов реакторов и парогенераторов, внутрикорпусных устройств и др.) сопряжено с весьма большими трудностями. Такие измерения предъявляют высокие требования к тензорезисторам, которые должны работать в агрессивной среде, движущейся с большой скоростью, при температурах, изме-

В реальных условиях эксплуатации АЭС к силовым воздействиям (3,35) всегда добавляются вибрационные нагрузки (пульсации скорости и давления) вследствие турбулизации потока теплоносителя из-за изменения его движения вдоль контура и проточной части самого контура, обтекания внутрикорпусных устройств и мест установки регулирующей арматуры, работы ГЦН. Эти воздействия могут носить как периодический, так и случайный характер. Для их описания необходимо располагать большим объемом данных натурных исследований режимов течения теплоносителя в условиях эксплуатации АЭС и использовать подходы и методы, развиваемые в теории турбулентности [22] . Некоторые подходы к оценке уровней пульсации давлений теплоносителя в трубопроводных системах АЭС рассмотрены в [23] , где показано, что эти уровни в номинальных режимах эксплуатации могут достигать 30% от рабочего давления в контуре,

Для изучения последствий аварии необходимо рассмотрение всех стадий ее протекания во времени (начальной, вслед за раскрытием трещины, срабатывания системы аварийного охлаждения зоны, движения свободных концов трубопровода, так назьюаемого эффекта "хлыста" с возможными разрушениями окружающего оборудования, нагружение и разрушение защитной оболочки АЭС), Общий подход к оценке прочности корпуса реактора, его внутрикорпусных устройств и опорных конструкций, а также другого оборудования АЭС остается тем же самым. Вначале выполняются исследования соответствующих теплогидравлических процессов, сопровождающих все стадии аварии, определяется "история" силового (давление) и температурного нагружений оборудования первого контура АЭС, Затем, на основании общей расчетной""схемы с раскрытым контуром определяются усилия, действующие на оборудование (с учетом взаимодействия друг с другом) и их опорные конструкции, а также напряженные состояния в элементах оборудования и опорных конструкциях.

Циклическое нагружение несущих элементов реакторов механическими, тепловыми, гидродинамическими и вибрационными усилиями может вызывать образование трещин в антикоррозионной наплавке и узлах крепления внутрикорпусных устройств [9, 10]. Обобщение данных о повреждениях атомных реакторов показывает [10], что около 40% обнаруженных трещин связано с циклическим повреждением, около 30% — с коррозионно-механиче-ским, около 15% —с начальной технологической дефектностью.

радиоактивного фона внутри последнего приводит к необходимости упрощения внутрикорпусных устройств, с тем чтобы свести время осмотра и ремонта к минимуму. Внутрикориусные устройства включают приемные короба, погруженный и потолочный дырчатые листы и коллектор питательной воды со смесителями (рис. 8.12) [8.8].

Для снижения нейтронного и у-излучений до предельно допустимых уровней необходимо создать биологическую защиту от переоблучения персонала, защиту напряженных элементов конструкции от радиационных повреждений и перегревов (тепловая защита); прежде всего это относится к корпусу под давлением, а также к массивным деталям внутрикорпусных устройств каналов и топливных кассет. Заряженные частицы (а, Р и др.) вследствие малого пробега до поглощения обычно не играют роли при расчете защиты реактора.

Влияние органических веществ на протекание внутрикотловых процессов представляет интерес при эксплуатации испарителей у парообразователей, а также промышленных и станционных котлов давлением до 10,0 МПа включительно, для которых технология подготовки воды катионированием не требует удаления органических веществ [165].

Следует полагать, что при подобной системе организации внутрикотловых процессов из переднего барабана котла по пароперепускным трубам поступала вместо чистого пара пароводяная смесь. Установленный в заднем барабане вертикальный щит производил разделение пароводяной смеси, отражая при этом воду на обогреваемую стенку барабана котла. Стенка заднего барабана в районе между пароотводящими трубами и средним уровнем воды в барабане периодически нагревалась до 400—450° С и затем резко охлаждалась котловой водой до температуры 170—180° С.

Для того чтобы разобраться в способах организации внутрикотловых процессов, необходимо рассмотреть, какие примеси вносятся в котел питательной водой. В первую очередь это соединения натрия, кальция и магния, кремнекисло-та и органические примеси, т. е. вещества, составляющие основу солевого состава природных вод. Эти примеси проникают в питательную воду котлов через неплотности в конденсаторах турбин, охлаждаемых природными водами, или с добавочной водой, восполняющей потери пара и конденсата в основном цикле. Затем в питательную воду попадают продукты коррозии конструкционных материалов, т. е. главным образом окислы железа, меди и цинка. Медь, цинк, а также следы олова и свинца поступают вследствие коррозии латунных трубок конденсаторов, подогревателей низкого давления (ПНД) и сетевых подогревателей (бойлеров). Принос окислов железа и незначительных количеств хрома, никеля, марганца, иногда ванадия и других легирующих добавок обусловлен коррозией основного оборудования электростанции - металла котла, пароперегревателя, трубопроводов, элементов паровой турбины. Значительное количество окислов железа доставляется конденсатами, возвращаемыми от производственных потребителей пара. Вследствие большой протяженности конденсатных магистралей этот конденсат обычно содержит много окислов железа, а иногда и другие примеси, обусловленные технологическими процессами, при которых использовался пар и получался конденсат.

12-5. С т ы р и к о в и ч М. А., Рез и и к о в М. И., Методы экспериментального изучения внутрикотловых процессов, Госэнер-гоиздат, 'Г961.

до температуры кипения & = t' — f). Однако количественный характер этой зависимости у разных экспериментаторов не получается одинаковым. На рис. 1 сопоставлены результаты опытов лаборатории внутрикотловых процессов ЭНИН [Л. 1] и ВТИ при давлении 100 ата и весовой скорости потока 750 кг/л2 • сек. Эти данные расходятся примерно вдвое.

Рис. 1. Сопоставление результатов опытов лаборатории внутрикотловых процессов ЭНИН (ф) и ВТИ (Q).

5-6. Стырикович М. А., Резников М. И. Методы экспериментального изучения внутрикотловых процессов. М.-Л., «Энергия», !1961.

8-13. Стырикович М. А. и Резников М. И., Методы экспериментального изучения внутрикотловых процессов, Госэнергоиздат, 1961.

большое влияние температура питательной воды и содержание кислорода в ней [Л. 5, 6]. По данным Госгор-технадзора РСФСР из-за неудовлетворительного водного режима и внутрикотловых процессов происходит около 40% аварий [Л. 7].

2-1. УСЛОВНАЯ СХЕМА ВНУТРИКОТЛОВЫХ ПРОЦЕССОВ

При наладке внутрикотловых процессов необходимо анализировать соответствие установленных массообмен-ных устройств имеющейся сумме эксплуатационных и конструктивных данных.